李聪新
- 作品数：11 被引量：12H指数：2
- 供职机构：中华人民共和国环境保护部更多>>
- 发文基金：国家科技重大专项更多>>
- 相关领域：核科学技术电气工程化学工程更多>>
- 核电厂压力容器外部冷却系统流动和传热特性分析
- 压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电厂的压力容器外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同...
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- 关键词：严重事故压力容器传热特性
- 熔融物特性试验台架研究
- 作为在国际上受到普遍关注的严重事故缓解措施,熔融物堆内滞留技术(1VR)在Loviisa核电厂、西屋非能动核电厂的设计中得到了应用和优化。在IVR的设计中,利用冷却水淹没反应堆堆腔,在压力容器下封头外壁和保温层之间的环形...
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- 关键词：严重事故核安全
- 压力容器外部冷却系统流道结构和流动参数对流场的影响分析
- 2017年
- 压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电技术的压力容器下封头外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同入口流量和流道间隙对压力容器外部冷却系统的流动和传热特性的影响。研究表明入口流量越大,流体的平均温度越低,但流场的分布趋势是一致的;在流道的中下部区域,流体温度变化不明显,在流道的中上部区域,温度变化明显,径向温度梯度很大;流道间隙越大,流体的平均温度越低;流道间隙越窄,局部换热会强化,但流道的阻力会增加,流道结构设计的优化有利于提高压力容器下封头的安全裕度。
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- 关键词：严重事故压力容器数值模拟
- 核电厂压力容器外部冷却系统流动和传热特性分析
- 压力容器外部冷却系统是发生堆芯熔化严重事故之后为防止事故进一步恶化熔穿压力容器下封头而设置的重要安全系统。文章采用CFD软件针对第三代压水堆核电厂的压力容器外部冷却系统的结构特点和运行模式进行建模,研究严重事故工况下不同...
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- 关键词：严重事故压力容器传热特性
- 文献传递
- 熔融物堆内滞留条件下压力容器变形被引量：8
- 2016年
- 熔融物堆内滞留(In-Vessel Retention,IVR)已经成为第三代反应堆一项关键的严重事故缓解策略,而压力容器外部冷却(External Reactor Vessel Cooling,ERVC)技术则是保证IVR得以成功实施的关键。当发生堆芯熔化时,高温熔融物对压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)下封头的热冲击会导致RPV壁面和由其构成的外部冷却通道的形状发生变化,使局部传热恶化,进而造成IVR的失效。因此,有必要对IVR条件下RPV壁面的变形进行研究。本文利用有限元软件ANSYS对RPV进行了几何建模、温度场分析和力学场分析。结果表明,在RPV外部实现冷却、内部实现泄压的前提下,壁面变形为13.85-18.75 mm。在1 MPa内压的作用下,高温蠕变会使壁面变形随时间增大,但其增量有限。热膨胀是造成壁面变形的主要因素。
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- 关键词：临界热流密度CRITICALHEATFLUX
- 压力容器外部冷却自然循环比例分析被引量：2
- 2017年
- 压力容器外部壁面和保温层之间环形流道内的两相自然循环是严重事故下实施压力容器外部冷却(ERVC)和熔融物堆内滞留的关键过程,为研究ERVC整体性能试验装置与核电厂原型间应满足的相似准则,以守恒方程和一维漂移流模型为基础,采用分级双向比例方法对ERVC自然循环过程进行了比例分析,通过假设和简化,获得了ERVC自然循环试验装置与原型的相似准则,并给出了自然循环的稳态解。结果表明:ERVC自然循环现象可采用等压等物性方式进行模拟,Froude数、密度数、焓升数和热源数等相似准则均能得到满足,不存在比例转换带来的失真;采用等厚等半径等热流密度二维切片式加热试验段模拟压力容器下封头,当流道最小间距位置和尺寸与原型一致时,修正Stanton数相似比为1,下封头沸腾换热和回路自然循环的相似准则可同时得到满足。
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- 关键词：严重事故自然循环压力容器
- 稳定状态下压力容器外部冷却自然循环特性研究
- 本文对稳定状态下压力容器外部冷却（ERVC）自然循环的流动特性进行了研究,通过假设和简化,建立了ERVC自然循环流速的计算模型。通过对计算模型的求解,分析了入口温度、熔池加热功率、保温层上升段间距和淹没深度对自然循环流速...
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- 关键词：严重事故自然循环过冷度
- 稳定状态下压力容器外部冷却自然循环特性研究
- 本文对稳定状态下压力容器外部冷却(ERVC)自然循环的流动特性进行了研究,通过假设和简化,建立了ERVC自然循环流速的计算模型。通过对计算模型的求解,分析了入口温度、熔池加热功率、保温层上升段间距和淹没深度对自然循环流速...
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- 关键词：严重事故自然循环过冷度
- 文献传递
- 全厂断电事故下自然循环现象的比例分析
- 对全厂断电事故下非能动系统的自然循环现象进行了比例分析,通过假设和简化,列出了非能动系统自然循环的控制方程.通过对控制方程进行无量纲化,获得了自然循环试验装置与原型的相似准则.结果表明:浮升数、摩擦数、热源数和热容数是需...
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- 关键词：核电厂全厂断电事故非能动系统
- 非能动余热排出热交换器流动和传热数值模拟被引量：2
- 2017年
- 非能动余热排除系统(Passive Residual Heat Removal system,PRHR)是非能动核电厂的重要安全设施,在全厂断电事故下,大部分的堆芯衰变热是通过PRHR热交换器传递至内置换料水箱(In-containment Refueling Water Storage Tank,IRWST)。但PRHR热交换器属于大型非稳态换热器,其传热机理十分复杂。基于PRHR系统的重要性和复杂性,有必要研究PRHR系统的流动和传热特性。利用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)软件针对非能动堆芯冷却系统试验装置中的PRHR系统进行建模计算,分析了PRHR热交换器及IRWST的流动和传热特性,发现IRWST内部沿垂直高度上呈现明显的温度分层现象,温度沿水平方向的分布趋于均匀;IRWST内部的流动主要是沿着C型传热管竖直段向上流动,流速逐渐增大,但在两相阶段,水箱上部区域流动明显增强;C型传热管上部水平段和竖直段上部区域的换热系数要明显高于其它区域,且在上部水平段与竖直段连接弯管处换热系数最大,在两相阶段,上部区域的换热系数明显增大。
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- 关键词：热交换器数值模拟
